核電廠易活化非放設備輻射風險分析

薛 峰

(中廣核核電運營有限公司，廣東 深圳 518124)

0 引言

國內某核電廠發現蒸汽發生器所用保溫不銹鋼外殼被活化，接觸劑量率為100～200 μSv/h；反應堆堆坑房間的保溫盒被活化，接觸劑量率最大400 μSv/h；某輪次大修期間執行“壓力釋放門檢查”工作期間，發現壓力釋放門外的鐵柵欄門及門鎖被活化，現場測量接觸劑量率達到400 μSv/h等。此類現象表明雖然某些金屬設備不屬于放射性系統或者沒有與主回路冷卻劑接觸，但仍可能被中子活化而具有放射性(以下稱為易活化非放設備)，因此控制區中還存在一些未被識別出的潛在放射性源項物質，并給控制區檢修活動的輻射風險分析和防護帶來隱患。

1 反應堆廠房功率運行期間中子分布評估

1.1 中子能譜分析

壓水堆周圍工作場所中子輻射由燃料棒內的235U裂變中子經過重生物屏蔽材料的慢化和散射形成，主要中子能量范圍從熱中子到10 MeV中子之間。通常包括三部分：0.4 eV以下(熱中子)；0.4 eV～10 keV (1/En依賴的散射中子，En為中子能量，包括慢中子和中能中子)；10 keV～10 MeV (裂變中子及發生散射的中子，快中子)。

壓水堆反應堆廠房的金屬設備較多，這些金屬材料中通常含有鈷(Co)、鎳(Ni)等元素，其中的59Co吸收熱中子，經過俘獲反應生成60Co，58Ni被快中子轟擊，經過(n，p)反應生成58Co。

為了分析這些金屬可能的活化情況，在反應堆廠房的各主要層面選擇了測量點(見表1)，對這些點進行了中子能譜測量調查。

表1 反應堆廠房中子能譜測量點的描述

通過對調查的結果進行統計，各能區中子數目占比見表2。

表2 各能區中子數目占比 %

從中子能譜的測量結果來看，各測量點中子能譜有明顯差異。1號測量點位置遠離堆芯活性區，因此有較多的熱中子。5號測量點與活性區之間屏蔽層較厚，所以熱中子成分也較多，而其他4個測量點的熱中子成分很少。熱中子是引發核反應的主要中子活度，特別是直接影響到60Co的生成率。通過中子能譜數據數據分析可知，在不同的區域，均有熱中子的存在，熱中子的占比與屏蔽的厚度和距離堆芯的距離均有關系。總體而言距離堆芯越遠占比越大；屏蔽厚度越大占比越大。

1.2 中子活化反應

經中子活化反應產物的某特征性放射性強度I (pps)，和樣品中待測元素的含量W(g)成正比，而且也跟照射的中子束通量密度Φ(n/cm2·s)、探測器的效率ε成正比。在單能中子通量密度穩定的簡單情況下，I可以表示為：

其中NA為阿伏伽德羅常數，A為待測元素原子量，Q為反應同位素在待測元素中的豐度，δ是活化截面，λ為這種放射性的衰變常數，其中（1-e-λt0）是飽和因子S，-eλt是衰變因子D，它們是由放射性的衰變特性決定的。

所以活化反應的速率在待測樣品確定后，活化截面、衰變常數等也已經確定；對于核反應堆外的中子照射，只需要考慮照射中子束通量密度。中子通量密度即單位時間內通過垂直于中子運動方向的單位面積的中子數。對于同一能譜的中子，中子束通量密度越大，則反應率越大。

1.3 中子劑量率測量

為了檢查控制區主要廠房關鍵系統及設備生物屏蔽的效果是否滿足設計要求，并得到不同功率狀態下反應堆廠房內從-3.4 m至24 m各層不同房間共計94個點位的中子的劑量率分布圖，以反應堆廠房5 m為例，設置測量點進行測量。

對于235U，每次裂變平均放出2.43個中子。為了準確地對反應堆廠房的中子輻射水平進行評估，測量采用重量輕、靈敏度高的NSN3中子劑量率儀，該儀器為內充有機混合氣體的正比計數器，其中子能量范圍從0.025 eV至15 MeV，100 %功率運行期間反應堆廠房5 m的測量結果見表3。

表3 功率運行期間反應堆廠房5 m中子劑量率測量數據 mSv/h

總體分析越靠近堆芯，屏蔽層越少，活化的概率越高，比如45～48號點處于5 m內環廊，中子劑量率較高。為了快速甄別現場的非放物項，擬按照總體中子輻射水平劑量率來評估活化的可能性。

2 中子活化實例驗證分析

2.1 實例

2.1.1 實例1

某核電廠大修期間執行“壓力釋放門檢查”工作期間，發現壓力釋放門外的鐵柵欄門及門鎖被活化，現場測量接觸劑量率達到400 μSv/h。

該門位置距離堆芯附近1 m左右，符合活化的特征，屏蔽層少、靠近堆芯、中子輻射劑量率大。

2.1.2 實例2

某核電廠大修期間，在進行反應堆廠房8 m內環某系統逆止閥維修過程外送閥瓣時，發現其被活化接觸劑量率約為40 μSv/h，核素主要為60Co。

閥門位置在內環附近房間，符合活化的特征，屏蔽層少、靠近堆芯、中子輻射劑量率大。

2.1.3 實例3

某核電廠大修期間，在外送反應堆廠房內環某閥門的支架時，測得接觸劑量率為489 nSv/h，主要核素為60Co和59Fe。支架的位置在8 m內環附近在蒸汽發生器的房間，符合活化的特征，屏蔽層少、靠近堆芯、中子輻射劑量率大。

2.2 材料核實

根據中子活化反應的原理可知，通常以中子反應截面來表示上述各種核反應的幾率大小，該物理量是不同核素或者元素的特征量。在核電站現場非放射性系統使用的或沒有與主回路冷卻劑接觸的金屬材料大多為鐵基合金(如不銹鋼、鐵等)，個別為鋁合金、銅合金(如門鎖)等。這些材料中通常會含有鐵、鈷、鎳、鉻、錳等核素。其中的鈷(59Co)易活化且生成的60Co半衰期長，所以60Co為最需要關注的核素，同時也要關注58Fe，58Co等核素。

通過核實上述發現的支架、門鎖均還有Co元素，通過γ譜分析也發現其主要核素為60Co。經過咨詢，雖然部分金屬無法確定是否含鈷，但幾乎所有的閥門和電機殼等均含鈷。

2.3 活化實例分析說明

按照已經活化的區域R411/423/440分析具有如下信息：中子能量范圍0.4 keV的中子大于2×105/s；中子劑量率大于100 mSv/h；可能含有鈷、鐵、鎳元素成分的金屬設備。因此擬定如下區域作為易活化非放設備關注區域(見表4)。

表4 反應堆廠房易活化非放設備關注區域

3 易活化非放設備檢修輻射風險控制策略

傳統上，輻射防護重點關注的是放射性系統設備的風險和防護，對于易活化非放設備檢修工作沒有充分重視。在大修過程中，易活化非放設備關注區域內的非放射性設備檢修，存在輻射防護風險的作業主要有閥門解體、支架板切割打磨、其他金屬材質設備轉運及存放。上述工作的輻射安全風險大致為：

(1) 外照射風險。被活化的非放設備檢修、存放、轉運未經有效識別和管控。

(2) 表面污染風險、內污染風險。被活化的非放設備切割、打磨等操作產生粉塵。

(3) 放射性物品失控。被活化的非放設備運出控制區。

相應作業的輻射風險控制策略如下。

3.1 閥門解體的輻射風險控制策略

(1) 不涉及研磨操作的。按照非放射性系統閥門解體要求進行作業。

(2) 解體后需對閥瓣和閥座進行研磨操作的。拆裝過程按照非放射性系統閥門解體要求進行作業，閥瓣應優先轉運至低本底區域(按照非放物品轉運)進行測量與識別其是否已被活化。

① 如識別后發現閥瓣未被活化，由于閥座和閥瓣位置緊靠，可認定閥座亦未被活化，則閥瓣和閥座均按照非放設備研磨要求進行作業。

② 如識別后發現閥瓣已被活化，可認定閥座亦被活化。

閥瓣研磨要求：禁止與放射性設備檢修共享污染區，應在低本底區域設置污染檢修作業區進行研磨操作，及時清理產生的粉塵(按放射性廢物處理)，確保無粉塵遺留在閥瓣上。

閥座研磨要求：禁止與放射性設備檢修共享污染區，研磨過程需對閥腔口進行封堵(將粉塵控制在閥腔內)，確保無粉塵溢出，人員使用乳膠手套、全面罩進行污染防護，研磨產生的粉塵需徹底去除(按放射性廢物處理)，確保閥腔無殘留。

3.2 切割打磨的輻射風險控制策略

(1) 原地切割打磨(不拆卸)。開工前由檢修人員使用銼刀在需要加工的位置銼下少量粉塵完成取樣，將樣品運至低本底區域進行測量，判定其是否已被活化。

① 樣品未被活化。按照非放射性檢修要求進行作業。

② 樣品已被活化。禁止與放射性設備檢修共享污染區，布置密閉負壓檢修棚污染檢修作業區，人員使用全面罩、乳膠手套、紙衣、塑料鞋套進行污染防護，切割打磨產生的鐵屑、粉塵需徹底去除（按放射性廢物處理），確保管道內部無殘留。

(2) 轉運至機加工處(無法原地處理)。

設備拆卸后如未發生結構破壞，則按非放設備轉運至低本底區域；如已發生結構破壞，則應使用紅色塑料布妥善包裹后轉運至低本底區域；在低本底區域使用環境級劑量率儀器直接測量設備是否被活化。

① 未活化。按照非放要求轉運和處理。

② 已活化。禁止轉運至放射性/非放射性機加工車間進行切割打磨，應轉運至低本底區域，布置密閉負壓檢修棚污染檢修作業區，處理人員使用全面罩等附加用品進行污染防護，切割打磨使用非放設備。

3.3 金屬材質設備轉運及存放

未發生結構破壞的設備，按照非放物品轉運至低本底區域；已發生結構破壞的設備，使用紅色塑料布妥善包裹后，按照放射性物品轉運至低本底區域；在低本底區域使用環境級劑量率直接測量其是否被活化。

(1) 控制區內轉運及存放。

① 未被活化。直接按照非放物品轉運要求進行轉運、存放。

② 已被活化但未發生結構破損。直接轉運即可，到達存放點應布置標準放射性物品存放場地，做好標識，執行定期巡檢。禁止將活化物品長時間存放于公共區域或低本底待工點。

③ 已被活化且發生結構破損。應妥善包裹后再轉運，到達存放點應做好標識，執行定期巡檢。禁止將活化物品長時間存放于公共區域或低本底待工點。

(2) 運出控制區。

① 未被活化。直接按照非放物品運出控制區要求執行。

② 已被活化。禁止運至非控制區。如需轉運至其他控制區，應按放射性物質轉運要求，妥善包裹后方可轉運，到達其他控制區存放點應布置標準放射性物品存放場地，做好標識，執行定期巡檢。禁止將活化物品長時間存放于公共區域或低本底待工點。

4 結束語

以上對工作實踐中發現的易活化非放設備存在放射性的情況進行了研究。從中子活化、設備材料分析著手，結合反應堆廠房中子能譜測量和中子劑量率測量數據，篩選出需要重點關注的設備元素(如鈷、鎳、鐵)，劃定反應堆廠房中離堆芯較近、屏蔽較少的區域作為重點關注區域。

對重點關注區域中易活化非放設備的外照射、表面污染、內污染和放射性物品失控等風險進行了充分的分析，制定了閥門解體、支架板切割打磨、其他金屬材質設備轉運及存放的詳細風險控制和防護流程，并在實踐中得到了應用。

長期以來輻射防護人員多關注的是放射性系統設備的輻射風險和防護。以上為現場易活化非放設備處理過程中的潛在污染源管控，為避免相關放射性物質的失控提供一種思路和方法。